За 2023 год:

В рамках реализации первой задачи были выполнены работы по разработке дизайна облучательной капсулы и методологии послереакторных коррозионных исследований облученных образцов. Получены чертежи облучательной капсулы, для которой выполнены нейтронно-физические и тепло-физические расчеты. Обоснованы режимы облучения исследуемых образцов в периферийном канале реактора ВВР-К.

Определена принципиальная схема установки по послереакторным коррозионным исследованиям облученных образцов. Проведена серия методических экспериментов по отжигу коррозионной камеры установки и определены методические параметры и процедуры проведения коррозионных экспериментов.

В рамках реализации второй задачи была предложена и описана расчетная методика оценки количества ионов трития выделяющихся с поверхности материалов ЯР и ТЯР. Получены выражения для оценки количества ионов трития, выделяющихся безактивационным образом из бериллиевых узлов каналов реактора ВВР-К. Для 5 ячеек реактора были оценены потоки ионов трития с поверхности бериллия, и квазиравновесные объемные плотности нарабатываемых элементов. Было установлено, что потоки трития с поверхности бериллия существенно зависят от расположения канала и меняются на порядок величины, снижаясь с удалением от центра активной зоны. Основное выделение трития происходит за счет ядерной реакции нейтронов с ядром ⁶Li.

При реализации третьей задачи была изготовлена облучательная капсула и оценены ожидаемые концентрации трития и гелия, наработанные за период облучения. Изготовлен комплект экспериментальных устройств для облучения литиевых керамик в периферийном канале реактора ВВР-К. Проведены испытания на герметичность при нагреве основного корпуса реакторной капсулы.

Выполнены нейтронно-физические расчеты скорости наработки трития и гелия в периферийном канале реактора ВВР-К, по результатам которых сделано положительное заключение о возможности использования системы измерения трития установки CIRRA для регистрации нарабатываемых газов.

При выполнении четвертой задачи были проведены экспериментальные измерения для исследования внутренней структуры цементных материалов с инкапсулированными частицами методом рентгеновской и нейтронной радиографии и томографии. В качестве образцов исследования были выбраны цементные материалы с маркой СЕМ-III и CEM-V. Наблюденалась сильная анизотропия в распределении участков, богатых водой, что, вероятно, связанно с факторами синтеза образцов. С использованием томографических методов установлено, что добавление алюминия в матрицу цементных материалов увеличивает коэффициент пористости 11 раз для образцов с цементом СЕМ-V, и в 40 раз для образцов с цементом CEM-III. Добавление органических компонентов к цементной пасте приводит к заметному уменьшению коэффициентов пористости, трещиноватости и открывает широкие возможности по использованию таких типов цемента для постройки хранилищ радиоактивных отходов, содержащих алюминий. Добавление компоненты LiNO₃ в матрицу образцов с цементом СЕМ-III уменьшает пористость образца 3,5 раза сравнении без него. Но для образцов с цементом СЕМ-V уменьшение пористости образца составляет 1.2 раза.

В рамках пятой задачи была разработана методика измерения нейтронного поля от реактора ВВР-К на основе сцинтилляционных детекторов в лабораторных условиях. Методика была протестирована на рабочей площадке критического стенда реактора ВВР-К. Применение сцинтилляторов с ортокарборановой добавкой позволило достичь высокой чувствительности как при больших, так и при малых интенсивностях нейтронного потока. Полученные данные демонстрируют, что регистрируемые импульсы сцинтиллятора хорошо коррелируют с интенсивностью нейтронных потоков и зависят от пространственного распределения детекторов. Реализация двухканальной системы питания и адаптация блока детектирования для ортокарборанного сцинтилляционного детектора на базе STM32-discovery позволили эффективно обрабатывать нейтронные сигналы. Показана применимость предложенной методики измерения нейтронного поля в двухканальном режиме для реализации данной задачи.

При выполнении шестой задачи были выполнены работы по измерению содержания феррита в высокооблученных образцах аустенитных сталей, вырезанных из отработавших чехлов реактора БН-350, установлено влияние дозы и температуры облучения.

Была проведена первичная характеризация пластин, вырезанных из грани топливных сборок ЦЦ-24Т и П-41и экранных сборок Н-214 и Н-42 с различных отметок по высоте относительно центра активной зоны облучавшихся в диапазоне температур 280-430°С и имеющих повреждающую дозу от 0,2 до 57 сна. Показано, что в экранных сборках максимальное значение объемного содержания феррита составляет 0,35 об.%. Это связано с низкими значениями повреждающей дозы и температуры облучения в периферийных областях активной зоны. В топливных сборках при более высоких уровнях повреждающей дозы и температуры облучения количество феррита, образовавшегося в процессе облучения, возрастает, достигая ~3 об.%.

Поскольку образование ферритной фазы носит диффузионный характер, то температура облучения значительным образом влияет на выделение вторичной ОЦК фазы в процессе облучения. Таким образом можно заключить, что для начала образования ферритной ОЦК-фазы в процессе нейтронного облучения требуется достижение определенной величины повреждающей дозы и температуры облучения.

В рамках седьмой задачи определены штатные и критические условия (напряжения, температура) эксплуатации конструкционных сталей ядерных установок. Показано, что температура штатных условиях эксплуатации конструкционных материалов энергетических реакторов составляет 350-400°С. Допускаемые напряжения на материал конструкций не превышают 150 МПа.

Получены данные об изменении структуры и физико-механических свойств аустенитной конструкционной стали ЭК-164 в условиях эксплуатации. Показано, что при пластической деформации, в температурном интервале характерном для штатных условий эксплуатации, в материале протекают процессы динамического деформационного старения. Динамическое деформационное старение обусловлено интенсивным выделением мелкодисперсных частиц препятствующих скольжению дислокаций.

При выполнении восьмой задачи проведены методические работы по калибровке детекторов, используемых в эксперименте по измерению угловой анизотропии мгновенных гамма-квантов и нейтронов деления. Произведено выравнивание отклика пластиковых сцинтилляционных детекторов с помощью цезиевого источника. Достигнута хорошая однородность всех пластиковых детекторов. Данная процедура может быть повторена в любой момент и производится при масштабном изменении условий эксперимента, или для регулярного мониторинга стабильности работы пластиковых детекторов.

Были произведены дополнительные исследования, измерены энергетические спектры ²²Na, ⁶⁰Co, ¹³⁷Cs, ²⁴³Am источников пластиковыми детекторами. Получены вспомогательные калибровочные результаты, такие как энергетические разрешения, линейность, аппаратурные формы и функции отклика детекторов.

Протестирована методика отделения мгновенных гамма-квантов от нейтронов времяпролетной методикой с использованием пластиковых сцинтилляционных детекторов и многопроволочных пропорциональных счетчиков низкого давления. Полученные экспериментальные результаты важны для детального исследования угловых распределений мгновенных гамма-квантов и нейтронов относительно оси деления.

В рамках девятой задачи проведено моделирование измерений с использованием различных рабочих газов, а также твердых образцов. В качестве рабочего газа использовалась смеси Kr+3%CO₂, Кr+5%H₂, Xe+5%H₂. Предсказаны экспериментальные спектры, и оценены возможные вклады интерференционных реакций, в том числе (n,p), (n,α) реакций, получаемые с ионизационной камеры. Написана программа на компьютерном коде MATLAB, в основу которого  входили данные рассчитанные программой TALYS–1.9. Дополнительно использовались данные программы SRIM–2013.Получены расчетные энергетические спектры α частиц из реакции ¹⁴N(n,α)¹¹B, ¹⁴⁸Sm(n,α)¹⁴⁵Nd, ⁶Li(n,α)³H. Определены позиции событий от исследуемых реакций, и определены фоновые реакции, события от которых могут внести свой вклад в эффект. Написанный программный код, так же позволяет получать двумерный катод-анод спектр в направлении «вперед» и «назад» и углы вылета α-частиц.

За 2024 год:

Задачи по программе «Реакторные исследования, направленные на обеспечение безопасной и эффективной эксплуатации перспективных ядерных и термоядерных энергетических установок» на 2024 год выполнены в полном объеме в соответствии с календарным планом. Ниже приведены основные результаты и выводы по задачам.

В рамках 1 задачи проведено облучение образцов бериллида титана в нейтронном поле реактора ВВР-К до достижения двух повреждающих доз – 0,6 и 0,8 сна. Интегральный аккумулированный флюенс нейтронов на образцах составил 1,6х10²¹ и 2,4х10²¹ см^-2. Образцы извлечены из облучательной капсулы и проведена первичная характеризация образцов, которая включала в себя фотографирование внешнего вида образцов, взвешивание и измерение мощности дозы гамма-излучения.

Исследована морфология образцов бериллида титана методом сканирующей электронной микроскопии. Обнаружена эволюция морфологии поверхности образцов в зависимости от дозы облучения, что связано с увеличение радиационно-индуцированных дефектов в материале образцов.

В рамках 2 задачи выполнены работы по облучению алюминиевой фольги в контакте с литийсодержащими керамиками. Для этого герметичные капсулы с образцами литиевых керамик, завернутых в алюминиевые фольги были загружены в штатный пенал №27, который далее облучался в периферийном облучательном канале реактора ВВР-К в течении 516 часов. В результате получены временные диаграммы изменения мощности реактора и температуры исследуемых образцов за время облучения. По полученным результатам было проведен типовой расчет распределения температурного поля по образцам керамике и фольге. Были получены экранирующие литийсодержащие образцы — облученные алюминиевые фольги.

В рамках 3 задачи в результате проведенных экспериментов была установлена четкая зависимость между импульсными изменениями мощности реактора и выбросом газов из керамических материалов. Резкие скачки мощности и температуры привели к значительному увеличению десорбции газа, особенно тритий содержащих компонентов, что подтверждает зависимость этих процессов как от температуры, так и от мощности. Наиболее выраженные пики газовыделения наблюдались при наибольших температурных изменениях, определяющих чувствительность материалов к термоциклическим воздействиям. Полученные данные предоставляют ценную информацию для оценки поведения материалов в условиях термоядерного реактора, а также помогают оптимизировать их использование для обеспечения безопасности и эффективности.

При выполнении 4 задачи была проанализирована внутренняя структура некоторых пород с участка хранилища ядерных отходов Бэйца-Бихор, используя комбинацию методов нейтронной дифракции, рамановской спектроскопии, рентгеновской и нейтронной томографии. Были исследованы минеральный состав и пространственное расположение основных минеральных фаз в образцах горных пород. Подробный анализ данных трехмерной нейтронной и рентгеновской томографии дает более четкое понимание нескольких структурных особенностей, таких как неоднородное слоистое распределение доминирующих минералов в фрагментах пород. Мы предположили, что слоистое строение, наблюдаемое во всех образцах, напрямую влияет на анизотропию физических свойств в этих породах, включая процессы образования трещин.

По 5 задачи в GEANT4 была смоделирована эффективность регистрации нейтронов с использованием сцинтилляционных детекторов. Проведена серия экспериментов по измерению нейтронного поля вокруг реактора ВВР-К с использованием сцинтилляционных детекторов. Работа сцинтиллятора с ортокарборановой смесью показала высокую чувствительность, как при высокой, так и при низкой интенсивности нейтронного поля. Импульсы, зарегистрированные сцинтиллятором с ортокарборановой смесью, хорошо коррелировали с интенсивностью нейтронных потоков благодаря пространственному распределению детектора. Реализована методика измерения нейтронного поля в двухканальном режиме.

Распределение нейтронного потока в зависимости от расстояния от реактора имеет определенные особенности, которые необходимо учитывать при проектировании защитных сооружений и безопасных зон вокруг атомных энергетических установок. Использование эффективных материалов для защиты от нейтронного излучения может значительно снизить риск неблагоприятных радиационных воздействий на персонал и окружающую среду.

В рамках 6 задачи выполнены работы по разработке и созданию установки для испытания на ударный изгиб миниатюрных образцов с целью определения прочностных свойств облученных нейтронами конструкционных материалов в различных температурных режимах и характеристики хрупко-вязкого перехода. Установка разработана для испытания образцов размером 20х2х2 мм с возможностью подбора энергетического режима установки отдельно для каждого материала. Свинцовые стекла, установленные на металлической раме-основании установки, предназначены для защиты оператора во время проведения эксперимента от вредного воздействия ионизующего излучения.

Проведено исследование химического состава и морфологии радиационного-индуцированного феррита в стали 12Х18Н10Т и определен фазовый состав аустенитных сталей, облученных нейтронами в реакторе БН-350. Установлено, что изменение намагниченности в облученных нейтронами сталях связано с образованием ОЦК-фазы, в частности, радиационно-стимулированного феррита. С помощью рентгеноструктурного анализа установлено, что под действием нейтронного облучения до высоких повреждающих доз (>20сна) в аустенитной стали, имеющей ГЦК решетку, образуется вторичная фаза с ОЦК структурой. Показано, что в отдельных случаях в структуре присутствует мартенсит деформации.

C помощью просвечивающей микроскопии было обнаружено, что в микроструктуре аустенитных сталей после высокодозного облучения кроме ОЦК a-фазы, обедненной по аустенито-стабилизирующим химическим элементам, наблюдается образование различных вторичных фаз типа G-фазы, MC, М₂₃С₆ и пр., влияющих на элементный состав и прочностные свойства твердого раствора аустенита. Показано, что характерной особенностью крупных вторичных выделений является их близкое расположение друг к другу, что возможно в случае, когда частица одной фазы зарождается и растет на поверхности других фаз.

В рамках 7 задачи представлены результаты ресурсных испытаний конструкционных реакторных материалов нового поколения на ползучесть и длительную прочность в штатных и критических условиях эксплуатации. Показано, что в критических условиях прочностные характеристики исследуемых материалов снижаются, в сравнении с штатными условиями. Ресурс при этом снижается в ~5 раз.

Проведены испытания конструкционной аустенитной стали ЭК-164 на ползучесть и длительную прочность в температурно-силовых условиях эксплуатации ядерных установок, определены ресурсные характеристики и выявлены структурные изменения стали после испытаний. Выявлены особенности механизма пластической деформации стали ЭК-164. Испытания на ползучесть и длительную прочность показали преимущество стали ЭК-164 перед сталью 08Х16Н11М3, выраженную в меньшей скорости ползучести, и наличии большего числа механизмов, замедляющих механическое разрушение материала.

Для экспериментальных исследований угловой анизотропии мгновенных нейтронов и гамма-квантов деления в рамках 8 задачи создана установка, основной частью которого является камера деления, в которую помещены урановая мишень и многопроволочные детекторы осколков деления. Камера деления заполнена CF₄ газом при давлении около 10 мбар. Вне камеры расположены сцинцилляционные детекторы мгновенных нейтронов и гамма-квантов деления.

Измерено угловое распределение мгновенных нейтронов и гамма-квантов деления ²³³U и ²³⁵U с горячими нейтронами относительно оси деления. Из измеренных угловых распределений установлено, что значение лабораторной анизотропии для гамма-квантов и нейтронов составляет 16.3% и 96.8% соответственно. Этот эффект является главным образом естественным следствием закона сохранения углового момента (ориентированного относительно оси деления), который приобретает осколки при разрыве и приводит к угловой анизотропии нейтрон/гамма излучения возбужденных осколков. Экспериментально показано зависимость числа мгновенных нейтронов деления ^233,235U от угла между направлениями импульсов нейтронов и легкого осколка.

Статистическая точность измерений на этой установке составлял 2.5∙10^-2 за 1 с набора данных. Доля случайных совпадений под максимумом пика мгновенных гамма-квантов составила 0.03, под максимумом пика мгновенных нейтронов деления — 0.10.

В рамках 9 задачи модернизирован и отлажен спектрометр заряженных частиц со всем необходимым оборудованием. При модернизации электроды покрыли Та фольгой, добавлена в корпус ИК камера деления. Проведена калибровка на пучке нейтронов ³Не счетчика и сцинтилляционного детектора для мониторирования пучка нейтронов. Проведена отладка и тестирование цифровых регистраторов сигналов (ЦРС-16, PIXIE-16, CAEN DT) на пучке нейтронов. Подготовлены твердые и газовые дейтериевые  нейтрон-производящие мишени. Проведены тестовые измерения от уранового альфа-источника для калибровки и проверки работоспособности всей системы детектора, получены двумерные и одномерные спектры. Проведены тестовые измерения от Pu-Be источника, для подбора оптимального рабочего давления камеры. В этих измерениях получена дополнительная информация о форме спектров α частиц и тритонов при отсутствии кинематического эффекта, которая помогает при анализе спектров, измеренных на быстрых нейтронах. Написана программа для обработки полученных спектров с сцинтилляционного монитора.

Решение поставленных научных и технических задач в рамках реализации данной программы будут способствовать развитию наукоемких технологий и созданию наукоемких производств в области мирного использования атомной энергии, направленных на рост индустриализации в Республике Казахстан, повышению ее конкурентоспособности на мировом рынке.